L’ASNR se prononce sur la poursuite du fonctionnement de l’installation nucléaire de base 113 dénommée Ganil (Grand accélérateur national d’ions lourds)

Soumis par XavierL le
Introduction
L’ASNR a analysé le rapport de conclusions du réexamen périodique de l’installation nucléaire de base (INB) 113, dénommée Ganil (Grand accélérateur national d’ions lourds) et située sur les communes d’Epron, Hérouville-Saint-Clair et Caen (Calvados). Elle est exploitée par le groupement d’intérêt économique (GIE) Ganil détenu à parts égales par le Commissariat à l’énergie atomique et aux énergies alternatives (CEA) et le Centre national de la recherche scientifique (CNRS).

L’ASNR a analysé le rapport de conclusions du réexamen périodique de l’installation nucléaire de base (INB) 113, dénommée Ganil (Grand accélérateur national d’ions lourds) et située sur les communes d’Epron, Hérouville-Saint-Clair et Caen (Calvados). Elle est exploitée par le groupement d’intérêt économique (GIE) Ganil détenu à parts égales par le Commissariat à l’énergie atomique et aux énergies alternatives (CEA) et le Centre national de la recherche scientifique (CNRS).

L’INB 113 est une installation de recherche qui produit, accélère et distribue dans des salles d’expérience des faisceaux d’ions à différents niveaux d’énergie pour étudier la structure de l’atome. Les faisceaux de forte énergie produisent des champs importants de rayonnements ionisants, activant les matériaux en contact, qui émettent alors des rayonnements ionisants, même après l’arrêt des faisceaux. L’irradiation constitue donc le risque principal du Ganil.

L’installation est classée par l’ASNR en catégorie 3, qui est la catégorie des INB présentant le moins de risques et inconvénients pour les intérêts mentionnés à l’article L. 593-1 du code de l’environnement.

Le GIE Ganil a transmis à l’ASNR son rapport de conclusions du réexamen périodique de cette installation le 18 mai 2021.
Le réexamen périodique d’une installation nucléaire consiste à examiner la conformité de l’installation à l’ensemble des règles qui lui sont applicables, à assurer la maîtrise des effets de son vieillissement, et à améliorer son niveau de sûreté au regard des meilleures pratiques disponibles. 

A l’issue de l’analyse du dossier de réexamen remis par l’exploitant, l’ASNR estime que les dispositions mises en œuvre par le GIE Ganil pour la maîtrise des risques que présente son installation sont adaptées aux enjeux de l’installation. L’analyse de l’ASNR s’est appuyée sur une inspection relative à l’organisation mise en place par l’exploitant pour la préparation et la mise en œuvre des actions associées au réexamen, menée en 2023.

Au vu de ces éléments, l’ASNR n’a pas d’objection à la poursuite du fonctionnement de l’INB 113 pour les prochaines années, et ne prévoit pas d’établir de prescription particulière à la suite de ce réexamen. L’ASNR a remis l’ensemble des conclusions de son instruction au ministre chargé de la sûreté nucléaire.

Le rapport de conclusions du prochain réexamen de cette INB est attendu au plus tard pour le 19 mai 2031.
 

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L’ASNR encadre la poursuite de fonctionnement du réacteur Cabri exploité par le CEA au vu des conclusions de son réexamen périodique

Soumis par XavierL le
Introduction
L’ASNR a analysé le rapport de conclusions du réexamen périodique de l’installation nucléaire de base (INB) 24, dénommée Cabri, exploitée par le Commissariat à l'énergie atomique et aux énergies alternatives (CEA) à Saint-Paul-lez-Durance (Bouches-du-Rhône).

L’ASNR a analysé le rapport de conclusions du réexamen périodique de l’installation nucléaire de base (INB) 24, dénommée Cabri, exploitée par le Commissariat à l'énergie atomique et aux énergies alternatives (CEA) à Saint-Paul-lez-Durance (Bouches-du-Rhône).

Le réexamen a pour but, d’une part de procéder à un examen de conformité de l’installation, afin de vérifier qu’elle respecte bien l’ensemble des règles qui lui sont applicables et, d’autre part, d’améliorer son niveau de sûreté en tenant compte de l’évolution des exigences, des pratiques et des connaissances en matière de sûreté nucléaire et de radioprotection ainsi que du retour d’expérience national et international.

L’article L. 593-18 du code de l’environnement impose à l’exploitant de réaliser tous les dix ans un tel réexamen. À l’issue du premier réexamen périodique de l’INB 24, après la modification substantielle de l’installation autorisée par décret en 2006, le CEA a transmis en octobre 2017, à l’ASN et au ministre chargé de la sûreté nucléaire, un dossier présentant les conclusions de ce réexamen.

L’ASNR souligne la forte implication de l’exploitant pour mener les différentes phases associées au processus de réexamen périodique, et considère que le plan d’action adopté, dont la mise en œuvre a commencé de manière satisfaisante avec la réalisation des premières améliorations, est particulièrement rigoureux. L’ASNR estime que les dispositions de maîtrise des risques et inconvénients identifiées dans ce plan d’action permettront d’apporter un nouveau gain de sûreté à l’installation.

Au vu de l’instruction du rapport de conclusions du réexamen périodique, l’ASNR n’a pas d’objection à la poursuite du fonctionnement de l’INB 24.

Toutefois, au vu des enjeux associés à certains scénarios d’accident, l’ASNR a décidé de soumettre cette poursuite du fonctionnement au respect de prescriptions qui visent à imposer à l’exploitant la remise d’études ou de justifications complémentaires, sur lesquelles il n’a pas formalisé d’engagement dans le cadre de son plan d’action, dans les domaines de la prévention des risques d’incendie, des risques liés à la dissémination de matières radioactives, et des risques liés au séisme. 

Après consultation du public et de l’exploitant, et au vu des enjeux associés, la poursuite de fonctionnement du réacteur Cabri est soumise aux prescriptions définies dans la décision n°2025-DC-013 du 27 mai 2025. 

L’exploitant devra transmettre à l’ASNR son rapport de conclusions du prochain réexamen de l’INB 24 avant le 30 octobre 2027.

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Incendie maîtrisé à la centrale nucléaire de Dampierre-en-Burly : l’ASNR autorise la levée du plan d’urgence interne

Soumis par WebmasterIV le
Introduction
Vendredi 6 juin 2025 à 16h15, la centrale nucléaire de Dampierre-en-Burly (Loiret) a déclenché un plan d’urgence interne (PUI) en raison d’un début d’incendie au niveau de la turbine du réacteur n° 3 (hors zone nucléaire).

Vendredi 6 juin 2025 à 16h15, la centrale nucléaire de Dampierre-en-Burly (Loiret) a déclenché un plan d’urgence interne (PUI) en raison d’un début d’incendie au niveau de la turbine du réacteur n° 3 (hors zone nucléaire). 

Les flammes ont été rapidement maîtrisées par l’exploitant et les secours externes sont intervenus pour confirmer l’extinction. Cet incendie n’a pas eu de conséquence sur les personnes ou l’environnement. L’ASNR a donc autorisé l’exploitant à lever son plan d’urgence interne à 20h15.

L’équipe d’astreinte de l’ASNR a suivi cet événement tout au long de son déroulement.

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Consultation du public sur le projet de décision de l’ASNR relative à la poursuite de fonctionnement des réacteurs de 1300 MWe au-delà de 40 ans

Soumis par XavierL le
Introduction
L’ASNR ouvre sur son site Internet la consultation du public sur les conditions de la poursuite de fonctionnement des 20 réacteurs de 1300 MWe d’EDF au-delà de leur quatrième réexamen périodique. Cette consultation, qui se déroule du 16 mai au 15 juin 2025, concerne le projet de décision que l’ASNR envisage d’adopter à l’issue de son instruction de la phase générique du quatrième réexamen périodique de ces réacteurs. Cette phase concerne les études et les modifications des installations communes à tous les réacteurs de 1300 MWe, ceux-ci étant conçus sur un modèle similaire.

L’ASNR ouvre sur son site Internet la consultation du public sur les conditions de la poursuite de fonctionnement des 20 réacteurs de 1300 MWe d’EDF au-delà de leur quatrième réexamen périodique. Cette consultation, qui se déroule du 16 mai au 15 juin 2025, concerne le projet de décision que l’ASNR envisage d’adopter à l’issue de son instruction de la phase générique du quatrième réexamen périodique de ces réacteurs. Cette phase concerne les études et les modifications des installations communes à tous les réacteurs de 1300 MWe, ceux-ci étant conçus sur un modèle similaire.

16 mai 2025

Vue aérienne de la centrale nucléaire de Golfech - © EDF/AeroFilm/M. Didier

Vue aérienne de la centrale nucléaire de Golfech - © EDF/AeroFilm/M. Didier

En France, l’autorisation de créer une installation nucléaire est délivrée par le gouvernement, après avis de l’ASNR. Cette autorisation est délivrée sans limitation de durée et un réexamen approfondi de l’installation, appelé « réexamen périodique », est réalisé tous les dix ans pour évaluer les conditions de la poursuite de fonctionnement de l’installation pour les dix ans à venir.

Dans son projet de décision sur le quatrième réexamen périodique des réacteurs de 1300 MWe, l’ASNR prescrit la réalisation des améliorations majeures de la sûreté prévues par EDF ainsi que certaines dispositions supplémentaires qu’elle juge nécessaires pour atteindre les objectifs du réexamen.

L’ASNR considère que l’ensemble des dispositions prévues par EDF, complétées par celles qu’elle prescrit, ouvrent la perspective d’une poursuite de fonctionnement des réacteurs de 1300 MWe pour les dix ans qui suivront leur quatrième réexamen périodique. Ce réexamen sera ensuite décliné sur chaque réacteur de 1300 MWe, soit jusqu’en 2035 pour le dernier réacteur concerné. La déclinaison sur chaque réacteur tiendra compte des particularités de chaque installation. Le bilan du réexamen de chaque réacteur fera l’objet d’une enquête publique.

Les 20 réacteurs de 1300 MWe d’EDF sont situés dans les centrales nucléaires de Belleville-sur-Loire, Cattenom, Flamanville, Golfech, Nogent-sur-Seine, Paluel, Penly et Saint-Alban. Leur quatrième réexamen périodique revêt une importance particulière puisqu’il avait été retenu, lors de la conception de certains de leurs matériels, une hypothèse de 40 années de fonctionnement. La poursuite au-delà de cette période nécessite en conséquence une actualisation des études de conception ou, pour certains, des remplacements de matériels. Par ailleurs, les réacteurs de 1300 MWe fonctionnent en même temps que des réacteurs de troisième génération, dont la conception répond à des exigences de sûreté significativement renforcées : la réévaluation de leur sûreté doit donc permettre de rapprocher le niveau de sûreté des réacteurs de 1300 MWe de celui des réacteurs de troisième génération tels que l’EPR.

Les dispositions prévues par EDF dans le cadre du quatrième réexamen périodique des réacteurs de 1300 MWe ont fait l’objet d’une concertation nationale du 18 janvier au 30 septembre 2024 organisée par le Haut comité pour la transparence et l’information sur la sécurité nucléaire (HCTISN).

L’ASN avait adopté en février 2021 une décision similaire pour les 32 réacteurs de 900 MWe d’EDF.

Pour des raisons techniques, le site Internet créé en 2025 pour répondre à la création de l’ASNR ne permet pas encore la publication des consultations du public sur les projets de décision, de guide et d’autorisation de l’ASNR. La consultation sur le projet de décision de l’ASNR sur le quatrième réexamen périodique des réacteurs de 1300 MWe est donc réalisée sur le site de l’ASN : 
https://www.asn.fr/reglementation/consultations-du-public/conditions-de-la-poursuite-de-fonctionnement-des-reacteurs-de-1300-mwe-au-dela-de-40-ans 

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A voir également

Dans le cadre de la consultation du public, l’ASNR et l’ANCCLI ont organisé le 16 mai 2025 un webinaire ouvert à tous pour échanger sur le projet de position de l’ASNR et les modalités de consultation du public. A cette occasion, les participants ont posé leurs questions en particulier sur la conformité et le vieillissement, la réévaluation de la sûreté et de la protection de l’environnement. Voici le programme et les supports de présentation de ce webinaire :

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Deuxième réexamen périodique de l’installation nucléaire de base 35

Soumis par XavierL le
Introduction
L’ASNR se prononce sur la poursuite du fonctionnement de l’installation nucléaire de base 35, dénommée « Zone de gestion des effluents liquides radioactifs (ZGEL) » au regard des conclusions de son deuxième réexamen périodique

L’ASNR se prononce sur la poursuite du fonctionnement de l’installation nucléaire de base 35, dénommée « Zone de gestion des effluents liquides radioactifs (ZGEL) » au regard des conclusions de son deuxième réexamen périodique

Analyse du rapport de conclusions du réexamen périodique de l’installation nucléaire de base n°35

L’ASNR a analysé le rapport de conclusions du réexamen périodique de l’installation nucléaire de base (INB) 35, dénommée ZGEL, exploitée par le Commissariat à l’énergie atomique et aux énergies alternatives (CEA) sur le site de Saclay (91).

L’INB 35 a été déclarée par le CEA par courrier du 27 mai 1964. Elle a pour principales fonctions la réception et l’évaporation d’effluents radioactifs de faible et moyenne activité ainsi que la cimentation des concentrats issus de l’évaporation, ce qui permet ensuite leur stockage en tant que déchet radioactif. Elle réalise à la fois des activités d’exploitation dans des ateliers récents et des opérations d’assainissement de ses bâtiments historiques.

En octobre 2017, le CEA a remis son rapport de conclusions à la suite du deuxième réexamen périodique de sûreté de l’installation. Ce réexamen, qui a lieu tous les dix ans, consiste à examiner la conformité de l’installation aux règles qui lui sont applicables et à réévaluer son niveau de sûreté afin de l’améliorer au regard des meilleures pratiques disponibles.

À l’issue de l’instruction par l’ASNR du rapport de conclusions du réexamen, le CEA a pris plusieurs engagements pour améliorer la sûreté de l’installation. Ces engagements portent notamment sur la vidange de certaines cuves et la maîtrise des risques d’incendie interne.

L’ASNR a remis l’ensemble des conclusions de son instruction au ministre délégué auprès du ministre de l'économie, des finances et de l'industrie, chargé de la sûreté nucléaire. L’ASNR n’a pas d’objection à la poursuite d’exploitation jusqu’au prochain réexamen périodique de l’INB  35, sous réserve de la bonne réalisation par le CEA des engagements pris pour en améliorer la sûreté.

Toutefois, bien que l’installation ne présente pas de dangers graves et imminents pour la protection des intérêts mentionnés à l’article L. 593‑1 du code de l’environnement, l’ASNR souligne que sa situation générale n’est pas pleinement satisfaisante. En effet, l’installation est à l’arrêt depuis plus de deux ans, or la durée minimale pour cimenter l’ensemble des concentrats historiques de moyenne activité de l’installation est évaluée au minimum à 18 ans, sous l’hypothèse d’une cadence de fonctionnement qui dans les faits n’a encore jamais été atteinte. De surcroît, du fait de leur inaccessibilité, certaines cuves contenant ces concentrats n’ont pas fait l’objet d’un examen de conformité dans le cadre du deuxième réexamen périodique ; l’incertitude sur l’état réel de ces équipements en l’absence de moyens de surveillance adaptés ne peut être acceptable à long terme.

Les réexamens périodiques de sûreté des INB doivent permettre aux exploitants d’avoir une vision claire de l’état de sûreté de leurs installations et de leur devenir dans les dix prochaines années. Par conséquent, en l’absence d’éléments solidement étayés sur le devenir de l’installation et la manière dont le CEA envisage de concilier une éventuelle reprise des opérations avec la gestion des concentrats historiques lors du dépôt du rapport de conclusions du prochain réexamen de l’INB 35, l’ASNR envisagera de proposer sa mise à l’arrêt définitif au ministre chargé de la sûreté nucléaire en application des dispositions de l’article L. 593‑24 du code de l’environnement.

Le rapport de conclusions du prochain réexamen de l’INB35 devra être déposé avant le 30 octobre 2027.

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L’ASNR se prononce sur la poursuite du démantèlement de l’usine COMURHEX I

Soumis par XavierL le
Introduction
L’ASNR se prononce sur la poursuite du démantèlement de l’usine COMURHEX I, au regard des conclusions de son réexamen périodique. L’ASNR a analysé le rapport de conclusions du réexamen périodique de l’installation nucléaire de base (INB) 105, exploitée par Orano chimie enrichissement sur le site de Tricastin (Drôme).

L’ASNR a analysé le rapport de conclusions du réexamen périodique de l’installation nucléaire de base (INB) 105, exploitée par Orano chimie enrichissement sur le site de Tricastin (Drôme).

L’usine COMURHEX I qui constitue l’INB 105 est composée de plusieurs ateliers qui étaient destinés à la conversion de l’uranium de retraitement.

En 2008, l’exploitant Areva NC a pris la décision de cesser définitivement la production de l’usine. En 2014, il a déposé auprès du ministère chargé de la sûreté nucléaire un dossier de démantèlement. Le démantèlement de l’installation a été prescrit par décret du 16 décembre 2019 ; ce décret prévoit la fin du démantèlement en 2034. L’ASN a encadré le démantèlement de l’installation par la décision n° CODEP-CLG-2020-038011 du 23 juillet 2020.

Areva NC a transmis à l’ASN, le 15 décembre 2017, le rapport de conclusions du réexamen ainsi que les éléments constituant le dossier de réexamen périodique de l’INB 105. En effet, la réglementation impose que le processus de réexamen périodique, reconduit tous les dix ans, s’applique pendant toute la vie d’une installation nucléaire, y compris durant son démantèlement, et jusqu’à son déclassement. Ce processus consiste, pour rappel, à examiner la conformité des installations aux règles qui leur sont applicables et à améliorer le niveau de sûreté au regard des meilleures techniques disponibles.

Le réexamen périodique de l’INB 105 a été réalisé par Areva NC – devenu par la suite Orano – de façon complémentaire à l’analyse de sûreté effectuée pour son dossier de démantèlement. Il a conduit à mettre en place des actions de contrôle du vieillissement, notamment pour certains fûts de déchets uranifères, et à compléter le référentiel de sûreté.

L’ASNR a remis l’ensemble des conclusions de son instruction au ministre chargé de l’industrie et de l’énergie et formulé des demandes à Orano afin d’assurer la complétude du prochain réexamen. L’ASNR n’a pas d’objection à la poursuite des opérations de démantèlement de l’INB 105 pour les années à venir. Le principal enjeu de l’installation repose sur le désentreposage de l’aire 61, abritant des matières uranifères ; le retrait de ces substances diminuera en effet substantiellement l’inventaire radioactif présent sur l’installation et donc les risques associés. L’exploitant n’ayant pas été en mesure de respecter la prescription correspondante [INB 105 DEM-5] de la décision du 23 juillet 2020, l’ASNR a mis en demeure Orano d’assurer le désentreposage de l’aire 61 au plus tard le 30 septembre 2026.

La remise du prochain rapport de conclusions de réexamen de l’INB 105 devra intervenir avant le 15 décembre 2027.

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Incendie dans un bâtiment administratif de la centrale nucléaire du Bugey (Ain)

Soumis par WebmasterMN le
Introduction
Le 29 mai 2025 à 17h55, le CNPE de Bugey (Ain) a déclenché un plan d’urgence interne (PUI) en raison d’un départ de feu dans un bâtiment administratif en cours de désamiantage (hors zone nucléaire). En conséquence, l’ASNR a gréé son centre de crise pour suivre l’évolution de la situation et le cas échéant conseiller les autorités sur la conduite à tenir.

Le 29 mai 2025 à 17h55, le CNPE de Bugey (Ain) a déclenché un plan d’urgence interne (PUI) en raison d’un départ de feu dans un bâtiment administratif en cours de désamiantage (hors zone nucléaire). En conséquence, l’ASNR a gréé son centre de crise pour suivre l’évolution de la situation et le cas échéant conseiller les autorités sur la conduite à tenir. 

Les pompiers sont intervenus. Le feu a été déclaré éteint à 19h17, un blessé léger est à déplorer qui n’a pas nécessité d’évacuation médicale. Le site a activé ses systèmes de rétention des eaux d’extinction pour éviter toute atteinte à l’environnement. Cet incendie n’a eu aucun impact sur le fonctionnement des réacteurs.

L’ASNR a désactivé son centre de crise à 20h45 mais continue de suivre la situation.

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55ᵉ réunion de l'International Nuclear Regulators Association (INRA) à Paris sous la présidence de l’ASNR

Soumis par admin le
Introduction
Les 5 et 6 mai 2025, l’association INRA qui regroupe les responsables de neuf autorités de sûreté nucléaire a organisé, à Paris, sa 55e réunion. Cette réunion, sous la présidence de Pierre-Marie Abadie, président de l’ASNR...

Les 5 et 6 mai 2025, l’association INRA qui regroupe les responsables de neuf autorités de sûreté nucléaire(1)  a organisé, à Paris, sa 55e réunion. Cette réunion, sous la présidence de Pierre-Marie Abadie, président de l’ASNR, a été l’occasion pour les membres d’INRA d’échanger sur la situation en Ukraine, l’actualité au sein de leurs pays respectifs, les enjeux du changement climatique pour la sûreté des installations nucléaires et la fusion nucléaire.

55e réunion d'INRA à Paris sous la présidence de l'ASNR

L’état des installations nucléaires en Ukraine a été discuté, en présence de l’AIEA et de SNRIU, l’autorité de sûreté nucléaire ukrainienne. Les membres d’INRA ont notamment reconnu la situation très préoccupante de la sûreté de l’ensemble des installations nucléaires ukrainiennes, en particulier celle de la centrale nucléaire de Zaporijjia, tant au plan technique qu’au plan des facteurs humains et organisationnels, avec la présence permanente des forces militaires de Fédération de Russie sur le site. Ils ont également abordé l’état du réacteur n° 4 de Tchernobyl à la suite de la frappe, par un drone, le 14 février dernier, de l’arche assurant son confinement.

Pierre-Marie Abadie a présenté un état de l’organisation de l’ASNR à la suite de sa création le 1er janvier 2025. Il a détaillé les étapes réglementaires et le rôle de l’ASNR dans le cadre des essais de démarrage et de la montée en puissance du réacteur EPR de Flamanville, et mentionné l’instruction par l’ASNR de la demande d’autorisation de création de l’EPR2 de Penly. P.M. Abadie a rappelé le processus d’examen périodique de sûreté appliqué en France, en présentant notamment la position de l’ASNR sur les orientations du 5e réexamen périodique des réacteurs de 900 MWe et les réflexions concernant la poursuite de l’exploitation au-delà de 60 ans. Il a enfin présenté l’état d’instruction réglementaire des différents projets de SMR en France, l’avancement de l’instruction du projet Cigéo et les décisions du gouvernement de construction de nouvelles installations de retraitement du combustible usé après 2040.

En présence de François-Marie Bréon, expert climatique et membre du GIEC(2), les membres d’INRA ont échangé sur les enjeux liés au changement climatique, en reconnaissant la nécessité de prendre en compte ses conséquences sur la sûreté des installations nucléaires, notamment celles en construction, les incertitudes liées à la connaissance scientifique des phénomènes climatiques et l’échelle de temps à considérer. L’échange a montré une grande communauté de vue sur la prise en compte de ces enjeux.

INRA visite l'installation ITER

Visite de l’installation expérimentale de fusion ITER

Un échange sur la fusion nucléaire a permis aux membres de d’INRA d’aborder les différentes approches en matière de réglementation. P.M. Abadie a ainsi indiqué, en s’appuyant sur le contrôle de l’installation expérimentale de fusion ITER, que l’ASNR considérait que le cadre réglementaire existant en France pour le contrôle des installations nucléaires était adapté au contrôle des installations de fusion nucléaire. Ce cadre offre la flexibilité nécessaire pour un encadrement proportionné aux enjeux, en déclinant de manière adaptée des standards de sûreté établis sous couvert du traité Euratom. En conséquence, l'ASNR n’est pas favorable à l'établissement d'un cadre réglementaire spécifique pour les installations de fusion qui serait indépendant du cadre général des installations nucléaires. A titre de comparaison, le BMUV a, pour sa part, indiqué que les installations nucléaires de fusion n’étaient pas couvertes par la réglementation applicable aux installations nucléaires mais par celle concernant la radioprotection. La discussion a porté sur la nécessité de réglementer ces installations de manière adéquate et proportionnée, et de traiter les enjeux de confinement des matières, de matériaux activés et de déchets.

A l’issue de la réunion, la présidence d’INRA a été confiée, pour une durée d’une année, à Juan Carlos Lentijo, président du CSN.

Les membres d’INRA se sont ensuite déplacés sur le site de Cadarache où ils ont pu visiter, le 7 mai, l’installation expérimentale de fusion ITER. La division de l’ASNR de Marseille, également présente, a expliqué son rôle en matière de contrôle de terrain qu’elle réalise, à travers notamment ses inspections sur site.

1. INRA (International Nuclear Regulators Association) regroupe les responsables de neuf autorités de sûreté nucléaire : ASNR (France), BMUV (Allemagne), CSN (Espagne), CCSN (Canada), NRA (Japon), NRC (États-Unis), NSSC (Corée), ONR (Royaume-Uni) et SSM (Suède).

2. Groupe d'experts intergouvernemental sur l’évolution du climat

Les membres d’INRA visitent ITER
Les membres d’INRA à Cadarache pour la visite d'ITER
INRA visite l'installation ITER
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Sûreté
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Les modalités de publication des avis d’expertise de l’ASNR

Soumis par admin le
Introduction
L'Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR) détermine les nouvelles modalités de publication de ses avis d’expertise pour répondre à sa mission d’information du public et à la mise en œuvre de la transparence.

L'Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR) détermine les nouvelles modalités de publication de ses avis d’expertise pour répondre à sa mission d’information du public et à la mise en œuvre de la transparence.

L'Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR) assure, au nom de l’État, le contrôle des activités nucléaires civiles en France. Elle exerce également les missions de recherche, d’expertise, de formation et d’information du public dans les domaines de la sûreté nucléaire et de la radioprotection.

La loi n° 2024-450 du 21 mai 2024 relative à l'organisation de la gouvernance de la sûreté nucléaire et de la radioprotection pour répondre au défi de la relance de la filière nucléaire réaffirme, dans son article 2, les principes d’information du public et de transparence de l’ASNR, concernant notamment la publication des résultats de ses expertises et des décisions auxquelles ils se rapportent.

À cet effet, l’ASNR met en place un processus de publication, en application des dispositions législatives et conformément à celles figurant aux articles 39 à 41 de son règlement intérieur.

Par ce processus, l’ASNR souhaite non seulement mettre à disposition les résultats de ses travaux d’expertise mais également apporter à la société une plus grande lisibilité entre les décisions et les expertises techniques sur lesquelles elles s’appuient.

Ainsi, l’ASNR publiera sur son site Internet et de manière concomitante ses décisions et les avis d’expertise associés.

Pour les projets de décision de l’ASNR qui comporteront une phase de consultation du public, la publication des avis d’expertise se fera au moment de la mise en consultation du projet de décision pour la pleine information du public sur les conditions qui ont conduit aux dispositions du projet de décision.

Pour les dossiers donnant lieu à plusieurs avis d’expertise, comme c’est le cas par exemple pour les dossiers de réexamens de sûreté d’installations nucléaires, l’ASNR publiera sur son site Internet, pour assurer la qualité de l’information du public en continu, les avis d’expertise correspondants dans le mois suivant leur finalisation. Il en sera de même pour les avis d’expertise non associés directement à une décision.
 

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Comurhex : l’ASNR met en demeure Orano Chimie-Enrichissement

Soumis par admin le
Introduction
L’ancienne usine de conversion de l’uranium Comurhex 1, située dans le périmètre de l’installation nucléaire de base (INB) 105, sur le site nucléaire du Tricastin et exploitée par Orano, a été arrêtée définitivement en 2017. Suite à la publication du décret de démantèlement de l’installation en 2019, l’ASN a imposé à Orano plusieurs prescriptions techniques visant à encadrer la sûreté des opérations de démantèlement dans la décision CODEP-CLG-2020-038011.

L’ASNR met en demeure Orano Chimie-Enrichissement de respecter une prescription de la décision CODEP-CLG-2020-038011 du président de l’ASN du 23 juillet 2020 relative au démantèlement de l’INB 105, dénommée Comurhex.

Aire d'entreposage 61du site Orano du Tricastin - © Orano

L’ancienne usine de conversion de l’uranium Comurhex 1, située dans le périmètre de l’installation nucléaire de base (INB) 105, sur le site nucléaire du Tricastin et exploitée par Orano, a été arrêtée définitivement en 2017. Suite à la publication du décret de démantèlement de l’installation en 2019, l’ASN a imposé à Orano plusieurs prescriptions techniques visant à encadrer la sûreté des opérations de démantèlement dans la décision CODEP-CLG-2020-038011.

Parmi celles-ci, la prescription [INB 105 - DEM 5] prévoit qu’Orano assure le reconditionnement et l’évacuation des matières et déchets des aires d’entreposage 61 et 79 avant le 31 décembre 2024. En effet, leurs conditions d’entreposage ne répondent pas aux standards de sûreté les plus récents, pris en compte dans le cadre du dernier réexamen de l’installation, et il a été jugé préférable de prioriser leur évacuation plutôt que leur renforcement, ces aires étant en tout état de cause destinées à être démantelées1.

Par la suite, Orano Chimie-Enrichissement a affiné la caractérisation des matières et déchets et les modalités de traitement des imbrûlés de fluoration (IUF)2 en vue de leur entreposage définitif. Ces opérations induisent un décalage notable des échéances d’évacuation de l’aire d’entreposage 61. L’ASN a demandé en 2023 à Orano Chimie-Enrichissement de préciser le nouveau calendrier d’évacuation de ces matières et déchets. Suite à différents aléas d’exploitation, l’exploitant a finalement repris le traitement et le désentreposage des fûts d’IUF à la cadence prévue au cours de l’année 2024, ce qui est satisfaisant.

Néanmoins, l’aire 61 contient aujourd’hui encore environ deux tiers des fûts d’IUF initialement présents au commencement des opérations de démantèlement de l’installation. Ces substances présentent un risque radioactif et chimique toxique ; la vétusté de certains emballages ne permet pas de garantir la robustesse de leur confinement. L’aire 79 ne contient plus, quant à elle, de matière uranifère, mais uniquement des déchets sous forme de boues et résines, qui présentent un enjeu de sûreté plus limité.

Une inspection conduite le 17 janvier 2025 par la division de Lyon de l’ASNR a confirmé le dépassement de l’échéance imposée par la prescription [INB 105 - DEM 5], des fûts de matière étant encore stationnés sur l’aire 61.

Un rapport contradictoire relatif à ce constat a alors été établi par l’ASNR en application de l’article L. 171 6 du code de l’environnement. En réponse à ce rapport, Orano a présenté un calendrier conduisant à l’évacuation des matières et déchets présents sur l’aire 61 avant la fin du mois de septembre 2026. Ce calendrier est cohérent avec les éléments techniques présentés par l’exploitant fin 2024 et, sous réserve du maintien de la bonne cadence de traitement actuelle, paraît justifié et étayé.

Considérant que le désentreposage de ces fûts représente un enjeu de sûreté prioritaire et qu’il ne doit pas subir de nouveaux retards, l’ASNR met en demeure Orano de respecter la prescription [INB 105 – DEM 5] de la décision CODEP-CLG-2020-038011 du 23 juillet 2020 au plus tard le 30 septembre 2026 en assurant le désentreposage des matières et déchets présents sur l’aire 61.

1. De manière générale, l’ASNR considère que l’évacuation du « terme source », c’est-à-dire des substances radioactives présentes dans une installation, est l’action qu’il convient de prioriser, dès lors que c’est possible, dans tous les projets de démantèlement. Cette évacuation permet en effet de réduire substantiellement et définitivement le potentiel de risque que présente l’installation.

2. Les imbrûlés de fluoration (IUF) sont des matières résiduelles issues de la conversion de l’uranium naturel ou de retraitement lors de l’exploitation de l’usine Comhurex.

 

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